EP0406075B1 - Procédé de détermination de la répartition de la puissance dans le coeur d'un réacteur nucléaire et procédé de calibrage des détecteurs neutroniques autour du coeur d'un réacteur nucléaire - Google Patents

Procédé de détermination de la répartition de la puissance dans le coeur d'un réacteur nucléaire et procédé de calibrage des détecteurs neutroniques autour du coeur d'un réacteur nucléaire Download PDF

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EP0406075B1
EP0406075B1 EP90401778A EP90401778A EP0406075B1 EP 0406075 B1 EP0406075 B1 EP 0406075B1 EP 90401778 A EP90401778 A EP 90401778A EP 90401778 A EP90401778 A EP 90401778A EP 0406075 B1 EP0406075 B1 EP 0406075B1
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EP
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core
distribution
signals
calibration
succession
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Framatome SA
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    • G21C17/10—Structural combination of fuel element, control rod, reactor core, or moderator structure with sensitive instruments, e.g. for measuring radioactivity, strain
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
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    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
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    • G21D3/00—Control of nuclear power plant
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    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
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    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Definitions

  • the present invention relates to nuclear reactors. It applies in particular to reactors of the pressurized light water type.
  • a reactor constitutes the boiler of a nuclear power station intended to supply an electrical distribution network and it comprises a core with a vertical axis immersed in a tank which is one of the constituents of a so-called "primary" heat transfer circuit.
  • linear fuel elements contain nuclear fuel surrounded by cladding.
  • the calibration coefficients are checked periodically and updated at least once every quarter during a calibration operation which first includes a simultaneous data collection operation.
  • the parameters P and DP are measured using reference systems, and the signals delivered by the external detectors are collected simultaneously. The results thus noted are then processed to determine these updated calibration coefficients.
  • the number of calibration coefficients to be determined makes it necessary to carry out successively several such reading operations in different operating configurations of the reactor defined by independent spatial distributions of nuclear power.
  • the present invention aims in particular to simplify the calibration operations of the external detectors of such a reactor by reducing the number of calibration coefficients to be updated during these operations, to avoid disturbances of the operation of the reactor, and or improve its availability for example for the production of electrical energy, all without reducing the accuracy of the knowledge of the distribution of nuclear powers in the core of the reactor in operation as evaluated by the previously known methods.
  • reference measurement operations they are typically carried out using reference measurement systems. Some of these systems temporarily penetrate said core to directly measure said internal neutron fluxes in their spatial distribution there, but must then be removed therefrom to avoid being damaged by intense ambient radiation. Other reference measurement systems measure the overall power level, for example using an enthalpy balance.
  • the present invention thus notably avoids having to modify the operating configuration of the core for the sole purpose of updating the calibration coefficients. More precisely, in a calibration method according to the present invention, a simultaneous reading of data is carried out in a single operating configuration of the core and then all the weighting coefficients relating to the same detector are modified in the same proportion.
  • a principle of the invention consists in representing as explicitly as possible by decoupled coefficients the various interactions which create this relationship, namely the interaction between the average axial power and the peripheral axial power, the transfer of the flux of peripheral neutrons to the various detectors and the specific sensitivity of each detector.
  • the invention consists in forcing a certain number of these coefficients to remain constant so that the number of calibration coefficients remaining to be determined no longer requires for this purpose to generate several spatial distributions independent of nuclear power, that is to say, several operating configurations of the heart.
  • a ′, T ′, and S ′ are linear operators represented by square matrices of order equal to the number of components of the vectors P and I.
  • the information previously contained in the operator A ′ is shared and integrated partly in the matrix T which replaces the matrix T ′ and partly in the sensitivity matrix S which replaces the matrix S ′. It has been shown, up to matrices of order 6, that the matrix S, even compelled to remain diagonal, allows itself to compensate for the loss of representativeness of the matrix system thus posed, and this up to the point of always be able to consider the transfer matrix T as constant.
  • FIG. 1 represents a view in horizontal section of the core of a nuclear reactor with external neutron detectors.
  • FIG. 2 represents a side view of the same reactor with the same detectors and a reference measurement system, and with a block diagram of information processing members which make it possible to implement the present invention.
  • the core 4 of a reactor with a vertical axis 3 is surrounded by a vessel 2 around which are arranged four neutron detection columns, such as 6 each comprising a high section and a low section. Each of these sections constitutes a high external detector such as 8 or low such as 10 (see FIG. 2).
  • Each of the signals supplied by these four high (or low) detectors constitutes a high IH (or low IB) detection signal which depends mainly on the neutron flux escaping from the high (or low) part of the core.
  • the vector formed by these two signals thus multiplied is processed in a matrix processing member 16 which multiplies it by a transfer matrix T to provide an axial power distribution vector, the two components P and DP of which are supplied on two conductors 18 and 20 respectively.
  • a calibration system 22 simultaneously receives the signals supplied by the external detectors 8 and 10, and those supplied by a reference measurement 24 which is temporarily introduced into the core 4 to directly measure internal neutron fluxes.
  • the calibration system 22 processes these two successions of signals and supplies two control signals in response to the multipliers 12 and 14. These signals define the SH and SB sensitivity terms until the next calibration operation.
  • the sensitivity matrix S is formed by the terms of sensitivity according to equality and a transfer matrix by the terms of transfer according to equality and that the weights G H S H + F H S H , G B S B + F B S B , G H S H -F H S H and G B S B -F B S B take the place of the weighting coefficients according to the invention previously mentioned as used in the known methods, K H , K B , K D K H and -K D K B respectively.
  • the two sensitivity terms S H and S B are established by the system 22 from a single succession of reference signals from a single succession of two detection signals, without changing the operating configuration of the heart.

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Description

  • La présente invention concerne les réacteurs nucléaires. Elle s'applique notamment aux réacteurs du type à eau légère pressurisée. Typiquement un tel réacteur constitue la chaudière d'une centrale nucléaire destinée à alimenter un réseau de distribution électrique et il comporte un coeur d'axe vertical baignant dans une cuve qui est l'un des constituants d'un circuit caloporteur dit "primaire". Dans ce coeur des éléments combustibles linéaires contiennent le combustible nucléaire entouré de gaines.
  • Pendant l'exploitation du réacteur nucléaire, la sécurité vis à vis du public repose en partie sur l'intégrité de "trois barrières" qui sont interposées entre le combustible nucléaire et l'extérieur et qui sont constituées par les gaines des éléments de combustibles, le circuit primaire, et un bâtiment contenant le réacteur. Il est donc important de maintenir l'intégrité de ces gaines. Il faut pour cela respecter certaines limites concernant la puissance linéique locale dégagée dans le ccmbustible, ce qui n'est rendu possible que par la connaissance de paramètres representatifs de la répartition de puissance dans le coeur du réacteur. De tels paramètres peuvent être un niveau de puissance nucléaire global P et une différence axiale de puissance nucléaire DP, ce dernier paramètre constituant une représentation grossière de la distribution spatiale de puissance.
    On utilise pour cela une instrumentation nucléaire constituée par des détecteurs neutroniques. Dans la plupart des réacteurs de puissance à eau sous pression, ces détecteurs sont placés à l'extérieur de la cuve et contre celle-ci, le plus souvent aux quatre emplacements définis par les diagonales du coeur du réacteur. (figure 1). Ils sont appelés ci-après "détecteurs externes".
  • Ces détecteurs délivrent en continu des signaux proportionnels aux flux de neutrons sortant de la cuve. Dans la mesure où il existe une relation entre ces flux de neutrons et ceux qui règnent à l'intérieur du coeur, on a la possibilité d'exprimer des puissances localisées à l'intérieur du coeur à partir des signaux issus des détecteurs. En particulier si les détecteurs peuvent être fonctionnellement assimilés à un détecteur haut et un détecteur bas, on peut reconstruire les paramètres P et DP, à l'aide des relations P = P H + P B
    Figure imgb0001
     DP = P H - P B
    Figure imgb0002
    dans lesquelles PH et PB sont les puissances moyennes générées dans la moitié haute et dans la moitié basse du coeur, et sont exprimables à partir des courants délivrés par les détecteurs haut et bas, respectivement.
    Les relations les plus usuellement utilisées pour exprimer le niveau de puissance nucléaire P et la différence axiale de puissance nucléaire DP sont simples, du type : P = K H I H + K B I B
    Figure imgb0003
     DP = K D (K H I H -K B I B )
    Figure imgb0004
    Dans ces relations IH et IB représentent respectivement les signaux de détection fournis par les détecteurs haut et bas, et KH,KB, et KD représentent des coefficients de calibrage de l'instrumentation nucléaire. Les coefficients tels que KH,KB,KDKH et -KDKB qui sont directement appliqués aux signaux de détection sont immédiatement formés par combinaisons de ces signaux de calibrage et sont appelés ci-après coéfficients de pondération.
    Les paramètres P et DP intervenant dans les systèmes de surveillance et de protection, il est requis que leur détermination soit effectuée dans le respect des critères de précision appliqués dans ces systèmes.
    C'est pourquoi les coefficients de calibrage sont vérifiés périodiquement et réactualisés au moins une fois chaque trimestre au cours d'une opération de calibrage qui comporte d'abord une opération de relevé simultané de données. Dans cette dernière on mesure, à l'aide de systèmes de référence, les paramètres P et DP, et on recueille simultanément les signaux délivrés par les détecteurs externes. Les résultats ainsi relevés sont ensuite traités pour déterminer ces coefficients de calibrage réactualisés. Lorsqu'on utilise les procédés de calibrage connus, le nombre de coefficients de calibrage à déterminer impose d'effectuer successivement plusieurs telles opérations de relevé dans des configurations différentes de fonctionnement du réacteur définies par des distributions spatiales de puissance nucléaire indépendantes.
  • Pratiquement, ces procédés de calibrage connus obligent à provoquer une oscillation xenon pendant laquelle les relevés nécessaires sont effectués, et qui doit être suivie d'une phase de stabilisation avant que l'on puisse reprendre une exploitation normale du réacteur. L'opération de calibrage fait donc apparaitre une période de l'ordre de trois jours pendant laquelle le réacteur nucléaire n'est plus disponible pour répondre aux besoins du réseau. Un tel procédé de calibrage connu est partiellement décrit dans le brevet français FR-A-2 343 313 (Westinghouse) revendiquant la priorité de la demande américaine n° 664 114 du 5 mars 1976 (Graham et autre).
  • La présente invention a notamment pour buts de simplifier les opérations de calibrage des détecteurs externes d'un tel réacteur en diminuant le nombre des coefficients de calibrage à réactualiser lors de ces opérations, d'éviter des perturbations du fonctionnement du réacteur, et ou d'améliorer sa disponibilité par exemple pour la production d'énergie électrique, tout cela sans diminuer la précision de la connaissance de la répartition des puissances nucléaires dans le coeur du réacteur en fonctionnement telle qu'évaluée par les procédés précédemment connus.
  • Elle a notamment pour objet un procédé de calibrage de détecteurs neutroniques et un procédé de détermination de la répartition de la puissance nucléaire à l'intérieur du coeur d'un réacteur nucléaire tels que définis par les revendications 1 et 2 ci-après :
  • On comprendra que les successions de détecteurs, de paramètres ou de signaux mentionnées ci-dessus peuvent ne concerner nullement les positions de ces détecteurs ou les significations physiques de ces paramètres ou signaux. Elles n'ont été mentionnées que pour permettre d'identifier chacun de ces détecteurs, paramètres ou signaux en lui attribuant un rang. Par ailleurs les dites opérations de détermination indirectes peuvent être répétées non seulement avec des intervalles de répétition relativement courts, mais encore être effectuées de manière continue, et lesdites opérations de traitement ou de calcul peuvent être effectuées avantageusement mais non nécessairement de manière automatique.
  • Quant aux opérations de mesure de référence, elles sont typiquement effectuées à l'aide de systèmes de mesure de référence. Certains de ces systèmes pénètrent provisoirement dans ledit coeur pour y mesurer directement lesdits flux neutroniques internes dans leur répartition spatiale, mais doivent en être ensuite retirés pour éviter d'y être détériorés par les intenses rayonnements ambiants. D'autres systèmes de mesure de référence mesurent le niveau global de puissance, par exemple en utilisant un bilan enthalpique.
  • La présente invention évite notamment ainsi d'avoir à modifier la configuration de fonctionnement du coeur dans le seul but de réactualiser les coefficients de calibrage. Plus précisément, dans un procédé de calibrage selon la présente invention, on effectue un relevé simultané de données dans une seule configuration de fonctionnement du coeur et on modifie ensuite dans une même proportion tous les coefficients de pondération relatifs à un même détecteur.
  • Les principes qui sont à la base de cette invention peuvent être plus facilement compris à partir des considérations suivantes qui sont relatives au cas simple précédemment considéré : L'élaboration des paramètres P et DP selon les procédés connus ci-avant décrit bien la relation globale qui existe entre les signaux délivrés par l'instrumentation nucléaire, et les paramètres de répartition de puissance dans le coeur. Mais elle ne prend nullement en compte pour cela la diversité des intéractions qui créent cette relation.
  • Sachant qu'une partie seulement des éléments combustibles situés en périphérie du coeur participe à la réponse de l'instrumentation nucléaire externe, un principe de l'invention consiste à représenter le plus explicitement possible par des coefficients découplés les diverses interactions qui créent cette relation, à savoir l'intéraction entre la puissance axiale moyenne et la puissance axiale périphérique, le transfert du flux de neutrons périphériques vers les divers détecteurs et la sensibilité propre de chaque détecteur. Une fois cette représentation établie, l'invention consiste à imposer à un certain nombre de ces coefficients de rester constants de façon que le nombre de coefficients de calibrage restant à déterminer ne nécessite plus pour cela de générer plusieurs répartitions spatiales indépendantes de la puissance nucléaire, c'est-à-dire plusieurs configurations de fonctionnement du coeur.
  • Selon la présente invention peut écrire la relation suivante entre deux vecteurs représentant l'un , P, la distribution axiale de la puissance moyenne du coeur, l'autre I, les signaux délivrés par les détecteurs externes, chaque composante de ces vecteurs étant liée soit à une tranche axiale de coeur, soit à un détecteur : P = A′. T′. S′. I
    Figure imgb0005
    Dans cette relation A′,T′, et S′ sont des opérateurs linéaires représentés par des matrices carrées d'ordre égal au nombre de composants des vecteurs P et I.
  • Ces opérateurs symbolisent respectivement :
    • A′ : la relation existant entre la puissance nucléaire axiale de la zone périphérique contribuant à l'élaboration de la réponse des détecteurs, et la puissance nucléaire axiale moyenne,
    • T′ : la possibilité de transfert d'un flux moyen de neutrons générés en périphérie d'une tranche axiale de rang i de coeur vers un détecteur de rang j,
    • S′ : la sensibilité des détecteurs , c'est à dire la relation entre les signaux de détection et les flux de neutrons incident sur les détecteurs . La matrice S′ est diagonale.
  • Des études sur ce sujet ainsi qu'un grand nombre d'analyses de relevés expérimentaux ont permis de montrer que la matrice de transfert T pouvait être, pour une géométrie coeur-détecteurs figée, considérée comme constante dès lors que la modélisation utilisée pour construire analytiquement cette matrice refletait assez bien les phénomènes physiques de transport neutronique mis en jeu.
  • Des simplifications de ce système matriciel ont également pu être apportées et corroborées par une importance validation expérimentale. Elles conduisent finalement à la relation suivante : P= T.S.I
    Figure imgb0006
  • Dans cette nouvelle relation, l'information précedemment contenue dans l'opérateur A′ se trouve partagée et intégrée pour partie dans la matrice T qui remplace la matrice T′ et pour partie dans la matrice de sensibilité S qui remplace la matrice S′. Il a été montré et ce jusqu'à des matrices d'ordre 6, que la matrice S, même astreinte à rester diagonale, permettait à elle-seule de compenser la perte de représentativité du système matriciel ainsi posé et cela jusqu'au point de pouvoir toujours considérer la matrice de transfert T comme constante.
  • Cette dernière découverte constitue la base pratique de l'invention .
  • A l'aide des figures schématiques ci-jointes, on va décrire plus particulièrement ci-après, à titre d'exemple non limitatif, commment la présente invention peut être mise en oeuvre dans le cadre de l'exposé qui en a été donné ci-dessus. Lorsqu'un même élément est représenté sur plusieurs figures il y est désigné par le même signe de référence.
  • La figure 1 représente une vue en coupe horizontale du coeur d'un réacteur nucléaire avec des détecteurs neutroniques externes.
  • La Figure 2 représente une vue de coté du même réacteur avec les mêmes détecteurs et un système de mesure de référence, et avec un schéma par blocs d'organes de traitement de l'information qui permettent de mettre la présente invention en oeuvre.
  • Conformément à la figure 1 le coeur 4 d'un réacteur d'axe vertical 3 est entouré par une cuve 2 autour de laquelle sont disposées quatre colonnes de détection neutronique, telles que 6 comportant chacune une section haute et une section basse. Chacune de ces sections constitue un détecteur externe haut tel que 8 ou bas tel que 10 (voir figure 2).
  • Chacun des signaux fournis par ces quatre détecteurs hauts, (ou bas) constitue un signal de détection haut IH, ( ou bas IB) dépendant surtout des flux neutroniques s'échappant de la partie haute( ou basse) du coeur.
  • Ces signaux de détection haut et bas sont reçus au sein d'un système de détermination de répartition 11, par deux multiplicateurs 12 et 14 qui les multiplient par deux termes de sensibilité SH et SB, respectivement.
  • Le vecteur constitué par ces deux signaux ainsi multipliés est traité dans un organe de traitement matriciel 16 qui le multiplie par une matrice de transfert T pour fournir un vecteur de répartition axiale de puissance dont les deux composantes P et DP sont fournies sur deux conducteurs 18 et 20 respectivement.
  • Lors d'une opération de calibrage un système de calibrage 22 reçoit simultanément les signaux fournis par les détecteurs externes 8 et 10, et ceux fournis par un système de mesure de référence 24 qui est introduit provisoirement dans le coeur 4 pour mesurer directement des flux neutroniques internes. Le système de calibrage 22 traite ces deux successions de signaux et fournit en réponse deux signaux de commande aux multiplicateurs 12 et 14 . Ces signaux definissent les termes de sensibilité SH et SB jusqu'à l'opération de calibrage suivante.
  • On voit que, dans son mode de mise en oeuvre très simple décrit, la présente invention est appliquée dans le cas où les matrices de sensibilité et de transfert précédemment mentionnées sont carrées et d'ordre 2. Le calcul effectué dans le système de détermination 11 est représenté par les équations suivantes. P = (G H S H + F H S H )I H + (G B S B + F B S B )I B
    Figure imgb0007
     DP = (G H S H - F H S H )I H + (G B S B - F B S B )I B
    Figure imgb0008
  • On voit que la matrice de sensibilité S est formée par les termes de sensibilité selon l'égalité
    Figure imgb0009
    et une matrice de transfert par les termes de transfert selon l'égalité
    Figure imgb0010
    et que les coefficients de pondération
    GHSH+FHSH,GBSB+FBSB,GHSH-FHSH et GBSB-FBSB prennent selon l'invention la place des coefficients de pondération précédemment mentionnés comme utilisés dans les procédés connus, KH,KB, KDKH et -KDKB respectivement.
    Selon la présente invention les deux termes de sensibilité SH et SB sont établis par le système 22 à partir d'une seule succession de signaux de référence d'une seule succession de deux signaux de détection, sans changement de la configuration de fonctionnement du coeur.

Claims (6)

  1. Procédé de calibrage de détecteurs neutroniques, ces détecteurs étant en nombre n et disposés à l'extérieur du coeur d'un réacteur nucléaire pour fournir des signaux de détection représentatifs de flux neutroniques externes s'échappant de ce coeur, des opérations de détermination indirecte étant effectuées à l'aide de ces signaux et étant répétées à des intervalles de temps déterminés en vue de déterminer un ensemble de p paramètres de répartition globalement représentatifs de la répartition de la puissance nucléaire à l'intérieur de ce coeur (4),
    - ces opérations de détermination faisant application d'une matrice de n.p coefficients de calibrage associés chacun d'une part à un détecteur et à ses signaux de détection d'autre part à un paramètre de répartition, chaque paramètre de répartition étant déterminé en faisant une somme des signaux de détection pondérés par les coefficients de calibrage associés d'une part respectivement à ces signaux d'autre part à ce paramètre,
    - ce procédé comportant des opérations de calibrage répétées à des intervalles de temps déterminés supérieurs à ceux des opérations de détermination indirecte et comportant chacune:
    - d'abord des mesures de flux neutroniques à l'intérieur du coeur pour réaliser une détermination directe des paramètres de répartition,
    - ensuite un calcul pour réactualiser les coefficients de calibrage,
    - ce procédé étant caractérisé par le fait que, pour chaque opération de calibrage, chacun des coefficients de calibrage associés à un détecteur est calculé comme étant le produit d'un terme de sensibilité dépendant seulement de ce détecteur et réactualisé à chaque opération de calibrage, par un terme de transfert restant inchangé sur une suite de plusieurs opérations de calibrage, de sorte que le nombre des termes à réactualiser lors de chaque opération de cette suite est limité au nombre n des détecteurs et que les mesures de flux neutronique à l'intérieur du coeur nécessaires à cette opération peuvent être faites sans changer la configuration de fonctionnement du coeur.
  2. Procédé de détermination de la répartition de la puissance nucléaire à l'intérieur du coeur dudit réacteur nucléaire, ce procédé mettant en oeuvre le procédé de calibrage selon la revendication 1, des flux neutroniques internes étant présents à l'intérieur de ce coeur et y libèrant des puissances nucléaires locales dépendant d'une configuration variable de fonctionnement de celui-ci et constituant ensemble ladite répartition de la puissance nucléaire, ce procédé de détermination comportant les opérations suivantes:
    - mise en place desdits détecteurs neutroniques (8, 10) à l'extérieur dudit coeur du réacteur (4), ces détecteurs formant une succession dans laquelle ils présentent des rangs tels que définis dans la description p.6, l.6, ces détecteurs étant placés dans des positions fixes pour recevoir lesdits flux neutroniques externes, et pour fournir en réponse une succession dedits signaux de détection correspondants présentant les mêmes rangs, ces signaux étant représentatifs des flux neutroniques reçus par ces détecteurs tout en dépendant aussi de la sensibilité de ces détecteurs,
    - lesdites opérations de détermination indirecte de répartition, chacune de ces opérations comportant une opération de relevé pour recueillir une dite succession de signaux de détection et une opération de traitement pour former une succession de signaux de répartition présentant des rangs et respectivement représentatifs d'une succession desdits paramètres de répartition, cette succession de paramètres définissant la répartition de la puissance nucléaire dans ledit coeur dans la configuration présentée par celui-ci lors de cette opération de relevé, cette opération de traitement formant chacun des signaux de répartition à partir de la succession de signaux de détection et avec l'aide de coefficients prédéterminés de pondération, et comportant pour cela les opérations suivantes:
    - multiplication de chacun des signaux de détection de ladite succession par un dit coefficient prédéterminé, ce coefficient dépendant du rang de ce signal de détection et de celui du signal de répartition que l'on forme, cette multiplication fournissant un signal de détection pondéré,
    - et sommation de tous lesdits signaux de détection pondérés,
    - chaque dite opération de calibrage comportant:
    - d'abord un ensemble d'opérations de relevé simultané de données, chacune des opérations de cet ensemble comportant une opération de mesure de référence incluant lesdites mesures de flux neutronique à l'intérieur du coeur pour fournir une succession de signaux de référence dont les signaux sont respectivement représentatifs desdits paramètres de ladite succession de paramètres de répartition dans la configuration que ledit coeur présente lors de cette opération de relevé simultané de données, et une opération de relevé de vérification pour recueillir dans la même dite configuration une dite succession dedits signaux de détection, une correspondance étant établie entre cette succession de paramètres de répartition et cette succession de signaux de détection,
    - et ensuite un calcul de calibrage, effectué à partir des successions de signaux de référence et des successions de signaux de détection, pour calculer de nouveaux coefficients tels qu'une opération fictive de traitement qui serait effectuée comme ladite opération de traitement avec chacune de ces successions de signaux de détection et ces nouveaux coefficients à la place desdits coefficients prédéterminés forme une dite succession de signaux de répartition dont les signaux sont respectivement égaux à ceux de ladite succession corespondante de signaux de référence,
    - lesdits nouveaux coefficients constituant lesdits coefficients prédéterminés lors de celles des opérations de détermination indirecte qui suivent cette opération de calibrage,
    - chaque terme de sensibilité utilisé au cours dudit calcul de calibrage dépendant du rang dudit signal de détection qui doit être multiplié par ledit nouveau coefficient en cours de calcul, mais étant indépendant du rang des signaux de répartition que l'on formera avec l'aide de ce nouveau coefficient, ledit terme de transfert dépendant à la fois du rang dudit signal de détection qui doit être multiplié par ledit nouveau coefficient en cours de calcul et de celui desdits signaux de répartition que l'on formera avec l'aide de ce coefficient, ce terme de transfert recevant une valeur conservée en mémoire et inchangée au cours de plusieurs opérations de calibrage successives qui sont ainsi simplifiées, de sorte que lesdits ensembles d'opérations de relevé simultané de données compris dans lesdites opérations de calibrage simplifiées comportent chacun une seule telle opération de relevé pour fournir une seule dite succession de signaux de référence et une seule dite succession de signaux de détection correspondants.
  3. Procédé selon la revendication 2, caractérisé par le fait que ladite opération de mesure de référence est effectuée à l'aide d'un système de mesure de référence (24) pénétrant provisoirement à l'intérieur du coeur (4) pour y mesurer directement lesdits flux neutroniques internes.
  4. Procédé selon la revendication 2, caractérisé par le fait que lesdits détecteurs neutroniques disposés à l'extérieur du coeur constituent une pluralité de colonnes de détection neutroniques (6) réparties angulairement autour d'un axe vertical (3) du coeur et comportant chacune au moins un détecteur haut (8) et un détecteur bas (10) pour déterminer une répartition axiale constituant ladite répartition spatiale des puissances locales.
  5. Procédé selon la revendication 4, caractérisé par le fait que lesdits détecteurs neutroniques sont un détecteur haut (8) et un détecteur bas (10) pour déterminer la répartition des puissances nucléaires locales entre un niveau haut et un niveau bas du coeur (4).
  6. Procédé selon la revendication 2 caractérisé par le fait que lesdits termes de transfert restent inchangés pendant la durée de service du coeur (4).
EP90401778A 1989-06-29 1990-06-22 Procédé de détermination de la répartition de la puissance dans le coeur d'un réacteur nucléaire et procédé de calibrage des détecteurs neutroniques autour du coeur d'un réacteur nucléaire Expired - Lifetime EP0406075B1 (fr)

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FR8908710A FR2649240B1 (fr) 1989-06-29 1989-06-29 Procede de determination de la repartition de la puissance dans le coeur d'un reacteur nucleaire et procede de calibrage des detecteurs neutroniques autour du coeur d'un reacteur nucleaire

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Families Citing this family (14)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US5490184A (en) * 1994-07-21 1996-02-06 Westinghouse Electric Corporation Method and a system for accurately calculating PWR power from excore detector currents corrected for changes in 3-D power distribution and coolant density
CN100555470C (zh) * 1997-12-01 2009-10-28 东芝株式会社 原子反应堆输出功率的监控装置
FR2796197B1 (fr) * 1999-07-05 2001-10-12 Framatome Sa Procede et dispositif de surveillance d'au moins un parametre de fonctionnement du coeur d'un reacteur nucleaire
FR2796196B1 (fr) * 1999-07-05 2001-10-19 Framatome Sa Procede et dispositif de surveillance d'au moins un parametre de fonctionnement du coeur d'un reacteur nucleaire
KR100450002B1 (ko) * 2002-01-11 2004-09-30 한국전력공사 원자력발전소의 임계전 노외계측기 선형부채널 교정을 위한 교정상수 결정방법
KR100549339B1 (ko) * 2002-10-31 2006-02-02 한국전력공사 정규화 및 역행렬 제한조건을 이용한 원자력발전소의노외계측기 ｓａｍ 결정방법
JP2008175692A (ja) * 2007-01-18 2008-07-31 Nuclear Fuel Ind Ltd 炉心の軸方向出力分布の測定方法
US8548789B2 (en) * 2008-02-11 2013-10-01 Westinghouse Electric Company Llc Methodology for modeling the fuel rod power distribution within a nuclear reactor core
JP5212396B2 (ja) 2010-02-10 2013-06-19 株式会社ニコン 焦点検出装置
CN104179794B (zh) * 2013-05-24 2018-09-07 中广核工程有限公司 核电厂堆外中子通量测量器的连接装置及其安装方法
CN105006262B (zh) * 2015-06-15 2017-12-08 中广核研究院有限公司 一种标定核反应堆堆外探测器的方法
TR201722213T1 (tr) * 2015-09-08 2018-03-21 Mitsubishi Electric Corp Çekirdek-içi nükleer enstrümantasyon sistemi.
US11081247B2 (en) * 2017-08-18 2021-08-03 Westinghouse Electric Company Llc Nuclear instrumentation isolated output signal scaling method and system employing same
CN108172312B (zh) * 2017-12-13 2020-01-31 广东核电合营有限公司 核电站堆外核仪表系统的轴向功率偏差的校准方法

Family Cites Families (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4079236A (en) * 1976-03-05 1978-03-14 Westinghouse Electric Corporation Method and apparatus for monitoring the axial power distribution within the core of a nuclear reactor, exterior of the reactor
FR2546330B1 (fr) * 1983-05-19 1985-08-23 Framatome Sa Procede de detection des defauts de repartition de la puissance du coeur d'un reacteur nucleaire a eau sous pression et dispositif de mise en oeuvre de ce procede
US4711753A (en) * 1986-03-19 1987-12-08 Westinghouse Electric Corp. Calibration of a nuclear reactor core parameter predictor
US4774050A (en) * 1986-04-10 1988-09-27 Westinghouse Electric Corp. Axial power distribution monitor and display using outputs from ex-core detectors and thermocouples

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